Power exhaust for a 3 GW class fusion reactor with an ITER-sized plasma was investigated by enhancing the radiation loss from seeding impurity. The impurity transport and plasma detachment were simulated under the Demo divertor condition using an integrated divertor code SONIC, in which the impurity Monte-Carlo code, IMPMC, can handle most kinetic effects on the impurity ions in the original formula. The simulation results of impurity species from low Z (neon) to high Z (krypton) and divertor length with a plasma exhausted power of 500 MW and radiation loss of 460 MW, and a fixed core–edge boundary of 7 × 1019 m−3 were investigated at the first stage for the Demo divertor operation scenario and the geometry design. Results for the different seeding impurities showed that the total heat load, including the plasma transport and radiation , was reduced from 15–16 MW m−2 (Ne and Ar) to 11 MW m−2 for the higher Z (Kr), and extended over a wide area accompanied by increasing impurity recycling. The geometry effect of the long-leg divertor showed that full detachment was obtained, and the peak qtarget value was decreased to 12 MW m−2, where neutral heat load became comparable to and due to smaller flux expansion. Fuel dilution was reduced but was still at a high level. These results showed that a divertor design with a long leg with higher Z seeding such as Ar and Kr is not fulfilled, but will be appropriate to obtain the divertor scenario for the Demo divertor. Finally, influences of χ and D⊥ enhancement were seen significantly in the divertor, i.e. the radiation and density profiles became wider, leading to full detachment. Both qtarget near the separatrix and Te at the outer flux surfaces were decreased to a level for the conventional technology design. On the other hand, the problem of fuel dilution became worse. Extrapolation of the plasma transport coefficients to ITER and Demo, where density and temperature will be higher than ITER and edge-localized modes are mitigated, is a key issue for the divertor design.
3 GW級の核融合炉における出力排気について、ITER規模のプラズマを有する炉を対象に、不純物シーディングによる放射損失の増強を通じて調査を行った。不純物輸送とプラズマデタッチメントは、統合ダイバータコードであるSONICを用いてDemoダイバータ条件下でシミュレーションした。このコードでは、不純物モンテカルロコードIMPMCが、元の定式化において不純物イオンに対するほとんどの運動論的効果を処理できる。第一段階として、Demoダイバータ運転シナリオおよび幾何形状設計において、低Z（ネオン）から高Z（クリプトン）までの不純物種と、プラズマ排気出力500 MW、放射損失460 MW、固定されたコア・エッジ境界（7×10¹⁹ m⁻²）を有するダイバータ長について調査した。異なるシーディング不純物に関する結果は、プラズマ輸送と放射を含む総熱負荷が、低Z（NeおよびAr）では15〜16 MW m⁻²から、高Z（Kr）では11 MW m⁻²へ低減され、不純物リサイクリングの増加に伴って広い領域に拡がることを示した。長脚ダイバータの幾何形状効果については、完全なデタッチメントが達成され、ピークqtarget値は12 MW m⁻²まで低減され、その際、中性子熱負荷はより小さなフラックス拡がりにより同等となった。燃料希釈は低減されたものの、依然として高いレベルにあった。これらの結果は、ArやKrなどの高Zシーディングを伴う長脚ダイバータ設計は、Demoダイバータシナリオを達成するために必ずしも十分ではないが、適切であることを示している。最後に、χおよびD⊥の増強の影響はダイバータ領域で顕著に見られ、すなわち放射および密度プロファイルが広がり、完全なデタッチメントに至った。セパラトリクス近傍のqtargetおよび外側フラックス面のTeはともに、従来技術設計のレベルまで低減された。一方で、燃料希釈の問題は悪化した。ITERおよびDemoへのプラズマ輸送係数の外挿は、密度および温度がITERより高く、ELMが緩和される条件となるため、ダイバータ設計における重要な課題である。